Investigação da resistência interfacial em nácar

Scientific Reports volume 13, Número do artigo: 575 (2023) Citar este artigo

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Ligas pesadas de tungstênio têm sido propostas como componentes de material de revestimento de plasma em reatores de fusão nuclear e requerem investigação experimental em sua confirmação. Para este propósito, uma liga 90W–7Ni–3Fe foi selecionada e manipulada microestruturalmente para apresentar uma estrutura multifásica de tijolo e argamassa de 'tijolos' de fase W rodeados por uma 'argamassa' dúctil. Este trabalho inspira-se na natureza para imitar artificialmente a extraordinária combinação de força e rigidez exibida pelos moluscos e produzir um compósito de matriz metálica que imita o nácar, capaz de suportar o ambiente extremamente hostil do interior do reator e manter a integridade estrutural. Os mecanismos subjacentes por trás dessa integridade foram investigados por meio de técnicas de caracterização química e estrutural de alta resolução e revelaram limites de fase quimicamente difusos exibindo coerência de rede inesperada. Essas características têm sido atribuídas a um aumento na energia necessária para a decoesão interfacial nesses sistemas e à expressão simultânea de alta resistência e tenacidade em ligas pesadas de tungstênio.

Ambientes extremamente agressivos exigem materiais extremamente robustos. Poucos estudos de caso provam melhor essa afirmação do que materiais para reatores de fusão nuclear. As restrições de projeto no interior do reator, particularmente na região do desviador, incluem temperaturas operacionais normais atingindo 1300 °C1, choques repetidos de plasma levando a um enorme choque térmico2,3 e exposição prolongada a danos de irradiação na forma de bombardeio de nêutrons e implantação de íons em energias extremas e taxas de dosagem. Estas condições desfavoráveis ​​impedem a implementação da maioria dos materiais convencionais. Materiais selecionados para ambientes de reatores de fusão devem não apenas sobreviver a este ambiente único, mas prosperar; fornecendo serviços estruturais de longo prazo em um dos ambientes mais inegavelmente hostis já concebidos.

Até agora, uma variedade de materiais passou por testes para provar sua viabilidade como telhas desviadoras em reatores de fusão, mas tiveram sucesso limitado. Ladrilhos à base de carbono foram inicialmente selecionados devido à sua alta temperatura de fusão e ampla disponibilidade, mas foram encontrados para corroer durante a operação. Além disso, observou-se que esses ladrilhos se ligam ao trítio, levando a níveis inaceitavelmente altos de atividade4,5. Como substituição, os ladrilhos de W puro foram escolhidos devido à sua alta temperatura de fusão e baixa taxa de pulverização, mas observou-se o desenvolvimento de rachaduras e fraturas sob carga térmica repetida1,6,7,8. Essa geração indesejável de trincas pode ser parcialmente aliviada por meio da manipulação da geometria e colocação do ladrilho7, mas também é prudente selecionar um material que mantenha os benefícios do W e, ao mesmo tempo, supere sua tenacidade à fratura inerentemente baixa. Para combater o comportamento frágil do tungstênio, mantendo a combinação desejada de alta temperatura de serviço e taxa de pulverização limitada, uma classe de ligas conhecidas como ligas pesadas de tungstênio (WHAs) foi proposta por Neu et al. para telhas de desvio em 2016 ensaios experimentais1. Essas ligas parecem ser excelentes candidatas para componentes de material de revestimento de plasma (PFMCs), pois retêm um alto teor de tungstênio (≥ 90%) ao lado de uma fase secundária, tradicionalmente composta por Ni e Fe ou Cu. Esta fase secundária aumenta a tenacidade à fratura de W através de um fenômeno conhecido como endurecimento da fase dúctil (DPT); essencialmente a introdução proposital de um material dúctil em um material mais duro e mais frágil para melhorar a ductilidade. Em particular, a temperatura de fusão mais alta do WHA contendo Ni-Fe sobre a fase dúctil à base de Cu foi buscada devido às altas temperaturas operacionais experimentadas no interior do reator. Até agora, W-Ni-Fe WHAs receberam resultados positivos em seus testes iniciais como PFMCs e em reatores de teste como o ASDEX Upgrade e testes externos1,2,3,7,8,9. Embora sua adoção proposta ainda esteja em sua infância, muito permanece desconhecido sobre seu comportamento em serviço prolongado no interior do reator de fusão, particularmente no que diz respeito à força de limite de fase diferente e comportamento de irradiação.